TWI359427B

TWI359427B - Feeding system and feeding mehtod and nuclear powe

Info

Publication number: TWI359427B
Application number: TW095143871A
Authority: TW
Inventors: Johann Meseth
Original assignee: Areva Np Gmbh
Priority date: 2005-11-29
Filing date: 2006-11-28
Publication date: 2012-03-01
Also published as: US7873136B2; EP1958209B1; ZA200803117B; ATE515037T1; WO2007062758A1; US20080285701A1; JP5001294B2; US20100046692A1; US8045671B2; EP1958209A1; DE102005057249A1; JP2009517639A; TW200733139A; ES2368448T3

Description

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''修正本九、發明說明： _ 【發明所屬之技術領域】月蚪日修(更)正替換頁| ---- !;

本發明係一種饋送含有中子毒物之吸收液的饋送系統’尤其是一種用於快速關閉核子反應爐的饋送系統，此種饋送系統具有一存放吸收液儲用的存槽。本發明還包括一種使饋送系統的吸收液處於受工作壓力作用的待命狀態的方法。本發明還包括蔣吸收液饋送到—設置在儲存槽之後的設施（例如核子反應爐）的方法。本發明還包括—種具有這種饋送系統的核能發電設備（尤其是一種沸水式核能發電設備）。【先前技術】核能設施通常是以一種吸收液的饋送系統作爲安全裝置。尤其是沸水式核能發電設備更需要一種能夠快速將核子反應爐緊急關閉的設施，以應付例如當正常運轉狀態下控制核子反應爐用的控制棒故障時，必須緊急關閉核子反應爐的情況。爲了安全起見，當核子反應爐發生故障時，可以饋送對中子具有很大的吸收斷面的吸收液。在這種情況下通常是以一種硼溶液作爲吸收液饋送到核子反應爐內，這種硼溶液所含的硼（又被稱爲中子毒物）具有吸收自由中子的作用。存放在饋送系統的儲存槽內且具有高壓的吸收液在任何時候都可以饋送到核子反應爐內，而且無需先起動容易故障的系統主動安全裝置（例如輸送幫浦）。爲了使這種被動式安全設計能夠確時發揮效用，就必須經年累月的使吸收液維持在一個相當高的工作壓力。 1359427 Γ7^-—— 柯正聲換頁 1-— r π- I 」一種已知的方法是利用位於儲存槽中吸收液上方的一氮氣緩衝墊層來產生這個工作壓力’這種方法是以氮氣緩衝墊層作爲蓄壓器。這種方法的一個缺點是需要設置—複雜的氮氣供應系統’另外一個缺點是爲了使氮氣緩衝墊層能夠產生這個相對而言相當高的工作壓力，氮氣緩衝墊層佔用的空間會比吸收液的體積大很多。此外，隨著時間的增長’至少會有—部分的氮氣溶解到吸收液（通常是以硼酸作爲吸收液）中’因此在饋送吸收液時，會同時將一種無法冷 ^ 凝的氣體送到核子反應爐內’因而對冷凝器或緊急冷凝器的功能造成不良的影響。德國專利DE 198 46 459 A1提出一種可以將核子反應爐緊急冷卻的冷卻液饋送系統。這種饋送系統是利用設置在蓄壓槽內的加熱裝置使存放在蓄壓槽內的冷卻液達到所需的工作壓力。由於冷卻液的蒸發，因此在冷卻液的液面上方會形成一蒸汽緩衝墊層’而且這個蒸汽緩衝墊層佔據的空間大小會隨著冷卻液原本的液面高度而改變。在情況危急時’也就是在核子反應爐故障時，這個蒸汽緩衝墊層會饋送冷卻液通過設置在蓄壓槽底部的饋送管路進入核子反應爐內。設置在蓄壓槽的上層部分的加熱裝置可以對冷卻液進行不同層次的加熱’也就是說在緊急情況下可以使蓄壓槽先送出相對而言加熱溫度較低的冷卻液，之後再送出加熱溫度愈來愈高的冷卻液。這種利用饋送系統中的含有硼的冷卻液·將核子反應爐冷卻及在緊急情況下將核子反應爐關閉的方法亦屬於已知的方法。但是化學實驗的結果顯示，爲達到上述作用而需要長時 1359427 間存放並在緊急情況下必須被加熱以產生所需的工作壓力的吸收液（尤其是硼的溶液）會逐漸發生化學離解。此外，隨著存放時間的增長，吸收液與蓄壓槽的內壁材料之間的交互作用也可能愈來愈強烈，這對於蓄壓槽的耐壓性及密閉性可能會造成不良的影響。【發明內容】本發明的目是提出一種能夠爲核子反應爐長期提供操作上的安全保障、構造簡單、同時又不會有上述已知方法之 Φ 缺點的饋送系統。此外，本發明還要提出一種操作這種饋送系統的方法（包括平時準備的方法及需要饋送吸收液時的操作方法）。爲了達到上述目的，本發明提出的方法是使饋送系統的儲存槽經由一溢流管與一裝有推進流體的壓力槽連接。本發明的基本構想是，爲了獲得很高的操作安全性，在長達數年甚至數十年的待命期間，應盡可能避免吸收液發生化學分解 '在吸收液內部產生化學反應、或是吸收液與 ^ 儲存槽的內壁發生化學反應造成內壁材料被腐蝕的情況發生。由於吸收液的化學活性通常會隨著溫度的升高而變大，因此應該將吸收液存放在相對而言較陰涼的環境中，也就是存放在室溫附近的溫度中。另一方面，存放在儲存槽中的吸收液在整個待命期間都要能夠維持一個額定的工作壓力，這樣在緊急情況下才能快速及完整的將吸收液饋送到核子反應爐的冷卻系統或核子反應爐的爐心。另外一個要求是，產生壓力所需的措施對於吸收液的其他物理或化學特性的影響應盡可能的小。本發明的方式是利用一在 1359427 空間上與儲存槽分離的壓力槽作爲產生壓力的裝置。這個壓力槽內裝有在工作壓力作用下的推進流體，並經由一作 . 爲壓力平衡用的溢流管與儲存槽連接。這種配置方式的好 . 處是一方面可以經由溢流管使儲存槽及壓力槽內的壓力始終相等，另一方面由於負責”存放吸收液”的儲存槽及利用推進流體”維持一壓力墊層”的壓力槽在空間上是分開的，也就是說儲存槽內只有存放吸收液，壓力槽中也只裝有推進流體，因此儲存槽的化學耐受性及其他的特性只要能夠 % 與吸收液配合即可，同樣的，壓力槽的化學耐受性及其他的特性也只需能夠與推進流體配合即可。由於儲存槽及壓力槽在空間上是分開的，因此吸收液與推進流體之間的交互影響可說是微乎其微。一種有利的方式是饋送系統的壓力槽具有一加熱裝置。在本發明的一種有利的實施方式中，這個加熱裝置是可以調整的，而且是根據其產生及維持一可調整的壓力的加熱功率決定其擺放位置，同時最好是以壓力作爲調整加熱裝 Φ 置的主導參數。壓力槽可以使用和已知技術類似的方式產生壓力，這種方式是將推進流體注入壓力槽至一指定的充塡高度（也就是說並非將整個壓力槽裝滿）。其中一部分推進流體會被加熱裝置蒸發，因此可以在壓力槽的上層部分形成一蒸汽緩衝墊層，並利用這個蒸汽緩衝墊層來維持壓力β蒸汽緩衝墊層的優點是很容易就可以將工作壓力調整到所需要的壓力値（例如到推進流體的飽和蒸汽壓）以及維持在這個壓力値。由於蒸汽是可以壓縮的，因此溫度略微升高並不會導致壓力過度變大，不像一般裝滿不能壓縮的 1359427 液體的壓力槽，只要溫度略微升高，就會導致壓力過度變大。也就是說可以利用一種已知且已經被證實爲可行的技術及其相關的know-how來產生壓力，再結合本發明提出的方法’就可以用簡單且成本很低的方式製造出本發明的緊急饋送系統。本發明的一個優點是可以經由具有適當結構及尺寸的溢流管隔開儲存槽及壓力槽之間的熱交換，因此不論是因爲有利於產生及維持/調整工作壓力的考量或是基於其他的原因’都可以用一高於吸收液的存放溫度的工 φ 作溫度來存放推進流體。本發明的一種有利的實施方式是以作爲壓力平衡及導引推進流體之用的溢流管連接壓力槽的底部及儲存槽的頂部。換句話說就是：溢流管與壓力槽的連接部位係位於壓力.槽底部靠近壓力槽底面的壁面上，而溢流管另外—端與儲存槽的連接部位係位於儲存槽頂部的壁面上，而且最好是將這個作爲儲存槽與溢流管的連接部位的頂部製作成圓頂狀。最好是將溢流管靠近與壓力槽的連接部位附近的底 φ 部管段製作成虹吸管狀，而且其最低點的位置低於壓力槽的底面。溢流管與壓力槽連接的那一端（也就是在饋向過程中從液體流動的方向看過去的溢流管的入口端）在連接部位的附近有一垂直管段。在溢流管與儲存槽連接的那一端 (也就是在饋向過程中從液體流動的方向看過去的溢流管的出口端）上有一頂部管段的高度高於儲存槽頂部的高度’因此溢流管在這一端的連接部位附近也有一垂直管段。溢流管有一段上升管段將溢流管的頂部管段與底部管段連接在一起。 1359427

®種溢流管的結構對於前面提及的隔開壓力槽中的推進流體與儲存槽中的吸收液之間的熱交換具有很大的好處，尤其是製作成虹吸管狀的底部管段可以對經過垂直管段通往儲存槽的熱對流或熱傳導產生很大的阻礙作用。這種溢流管的結構的另外一個優點是，當饋送系統被起動時，首先是冷的液態推進流體會從壓力槽的底部溢流到裝有吸收液的儲存槽’接著是熱的液態推進流體會從壓力槽的底部溢流到裝有吸收液的儲存槽，最後則是原本在壓力槽的頂 φ部形成蒸汽緩衝墊層的推進流體的蒸汽會從會從壓力槽的底部溢流到裝有吸收液的儲存槽。以這種方式流入的推進流體可以將儲存槽的內壁以相對而言較緩慢的方式預熱。這樣做的好處是可以減少推進流體的蒸汽冷凝成液體的量’否則推進流體的蒸汽就會使儲存槽原本是冷的內壁很快的變熱。這樣就可以避免發生溫度驟變的情況。此外，在饋送過程中，蒸汽壓也會因爲液態推進流體產生的預熱效果而以相對而言較緩慢的方式降低。因此即使是在大部 φ 分的吸收液已經流入核子反應爐後，剩餘的蒸汽壓仍足以將所有的吸收液從儲存槽中饋送出去。一種有利的方式是在儲存槽的底部設置一在必要時可以讓吸收液流出的流出口，而且最好是將這個流出口製作成 —根帶有一閉鎖閥的排放管》當儲存槽中的吸收液柱的靜態液體壓力夠大時，就會使吸收液從流出口被排出儲存槽。在本發明的一種有利的實施方式中，饋送系統的受壓元件（尤其是壓力槽、儲存槽、以及溢流管）能夠承受超過100 bar的工作壓力，而且最好是能夠承受超過150 bar的工作 -10- 1359427 壓力。能夠承受這麼高的工作壓力的緊急饋送系統可以對核能發電廠的運轉提高足夠的安全保障。爲了產生及維持所需的工作壓力（最好是相當於推進流體的飽和蒸汽壓）’故需在配合壓力槽的幾何形狀的前提下將推進流體加熱到300°C以上，而且最好是加熱到34(rc左右。因此本發明的另外一種有利的實施方式係以能夠長期承支推進流體的咼壓及1¾溫的材料作爲製造壓力槽的材料。

在正吊情況下’也就是在待命（“Standby”）期間，承裝吸收液的儲存槽並不需具備特別好的耐熱性，因爲在此期間吸收液的溫度大約和室溫接近。只有在饋送過程中，儲存槽才會在一段相對較短的時間內因溢流過來的高溫推進流體而承受較大的溫度負載。因此可以用耐熱性較壓力槽的材料爲低的材料（因此成本也比較低的材料）作爲製造儲存槽的材料。饋送系統的設計原則（尤其是作爲被動式安全系統及使 φ 用壽命特別長的原則）使其特別適於用來長期保存吸收液，以備在必要時時能夠將核子反應爐緊急關閉。因此饋送系統的儲存槽的設計尺寸必需使其能夠容納足夠數量的吸收液，以確保在緊急狀況發生時，饋送系統能夠將核子反應爐緊急關閉。壓力槽的尺寸設計必需使其能夠容納足夠數量的推進流體，以確保在緊急狀況發生時，壓力槽中的推進流體能夠將全部的吸收液從儲存槽中饋送出去，至於推進流體的所需的數量則是由所使用的工作壓力、所使用的工作溫度、以及推進流體的種類決定。 -11 - 1359427 _ ♦. β*· . ·ν Ύ .* ·· ♦ 晚年月外綠择頁 ..· ，· . 經實驗證明，含水的硼酸溶液很適合作爲將核子反應爐緊急關閉及/或緊急除卻用的吸收液。尤其是濃度13 %的含水的硼酸溶液（例如五硼酸鈉溶液）特別適合作爲吸收液。相較於其他對中子具有很大的吸收斷面的吸收液，含水的硼酸溶液至少具有在不致於過高的保存溫度下可以長期存放，而且對通常是由鋼製成的儲存槽的內壁也具有相當良好的化學耐受性的優點。最好是以水作爲推進流體，因爲水是一種最容易取得， φ 而且又與含水的硼酸溶液具有很好的相容性的推進流體。水被蒸發成水蒸汽時，就會形成壓力槽中的蒸汽緩衝墊層。本發明是利用將饋送系統的壓力槽中的推進流體加熱以產生工作壓力的方式，以達到使本發明的饋送系統的吸收液隨時處於受到工作壓力作用的待命狀態的目的。最好是將推進流體以液態狀態存放在壓力槽的下層部分。經由加熱裝置（最好是一種電熱器或熱交換系統）的加熱，一部分的推進流體會被蒸發，因而在壓力槽的上層部分形成一蒸 Φ 汽緩衝層。在本發明的一種特別有利的實施方式中，加熱裝置是屬於調節系統的一組成部分，而且其加加功率足以在壓力槽中形成一壓力値可以隨需要調整，而且可以長時間維持在一不變的壓力的蒸汽緩衝墊層。相較於裝滿推進流體的壓力槽，具有這個蒸汽緩衝墊層的壓力槽不論是進行壓力値的調整或是維持一固定不變的壓力，都要容易許多。在緊急狀況下，受工作壓力作用的吸收液會被饋送到一設置在儲存槽之後的設施（例如核子反應爐）。例如，在正 -12- 1359427 常情況下用於控制中子流的控制元件或控制棒發生操作上

的錯誤或是在控制中子流時無法進到核子反應爐的爐心，均屬於前面所稱的緊急狀況》在這種情況下，儲存槽的一閥門或閉鎖裝置會被打開，因此在工作壓力作用下的吸收液會通過一條連接管進到核子反應爐的壓力槽。此時蒸發的推進流體在壓力槽中形成的蒸汽緩衝墊層會膨脹，導致首先是液態的推進流體溢流到儲存槽，接著是推進流體的蒸汽溢流到儲存槽，因而一步一步將原本存放在儲存槽中的吸收液饋送出去。如果是以水或水蒸汽作爲推進流體，則從壓力槽溢流到儲存槽的推進流體最好先是熱水，接著是飽和的水’最後是飽和的水蒸汽，此時壓力槽的液位會跟著同步下降。這種理想的溢流順序可以避免儲存槽的內壁發生溫度驟變的情況。依據本發明的另外一種有利的實施方式，在饋送過程中調整推進流體的溢流速度的原則是，一方面要盡可能提高單位時間內推進流體的流量，以便在最短的時間內將核子 φ 反應爐關閉，另一方面要盡量避免發生因溢流速度過快造成推進流體與吸收液相混合的情況。可以經由調整扼流裝置來達到適當的溢流速度，或是經由溢流管的尺寸設計來達到適當的溢流速度。這種饋送方式的優點是，由於冷的吸收液和熱的推進流體的密度不同，因此在儲存槽中形成的溫度層可以維持下去’也就是說在儲存槽中由位於下方的溫度較低的吸收液和位於上方的溫度較高的推進流體所形成的溫度層可以維持下去。因此只有冷的吸收液會被饋送到核子反應爐的爐心。在全部的吸收液都從儲存槽被饋 -13- 1359427 __ ^♦0啐0象I聲替换頁 @出去後，饋送系統中的壓力的降低速度最好是快到讓溢 &動作能夠自行停止，以避免高溫的推進流體進入核子反應爐的爐心。 . 將饋送系統設計成屬於核能發電設施的一部分是合理的作法。一種有利的作法是以饋送系統作爲一種所謂的毒物注入系統，在發生嚴重的故障情況導致控制棒無法進到核子反應爐的爐心時，這種毒物注入系統可以阻斷發生在沸水式核子反應爐內的以高壓核子反應。另外一種可行的方 φ 式（或是可以和作爲毒物注入系統倂用的方式）是將饋送系統作爲緊急驅動控制棒用的液壓驅動系統，以取代正常情況下以電力驅動控制棒的方式，也就是說在發生緊急狀況時’利用饋送系統以高壓饋送的液體來驅動控制棒。在這種情況下，存放在在饋送系統的儲存槽中的液體是作爲驅動控制棒用的驅動液體。另外一種可行的方式是將饋送液體作爲緊急冷卻液體 (通常是緊急冷卻水）饋送到壓水式核能發電設備的緊急冷 φ 卻系統。這種方式是將饋送系統作爲壓水式核能發電設備的緊急冷卻水的所謂的蓄水池之用。本發明的最大優點是，由於負責”存放吸收液”的儲存槽及負責”產生壓力”的壓力槽在空間上是分開的，也就是說儲存槽內只有存放吸收液，壓力槽中也只裝有推進流體，因此可以有效防止吸收液與推進流體發生化學反應或熱交換，以及利用一條將饋送系統的兩個主要組件（儲存槽及壓力槽）連接在一起的溢流管確保吸收液在任何時候都是處於可以在工作壓力的作用下被饋送出去的待命狀態。由於 -14 - 1359427 |10半1。珂洋曰修^更)正替換頁 I- 修主太吸收液及儲存槽之間發生化學反應因而導致吸液液離解的機率可說是微乎其微，因此這種可以防止存放在儲存槽中的吸收液被加熱的饋送系統的使用壽命特別長（可以長期處於待命模式），而且可以爲核能發電設備的運轉提供極高的安全性。【實施方式】以下以配合圖式對本發明的一種實施方式做一詳盡的說明。

第1圖的饋送系統（2)的任務是平時處於待命狀態，以及在發生緊急狀況時以工作壓力將吸收液（4)饋送到一設置在饋送系統（2)之後的設施（尤其是核子反應爐）。第1圖的實施方式是以濃度1 3 %的五硼酸鈉溶液作爲吸收液（4 )，當一個未在第1圖中繪出的沸水式核子反應爐發生故障時，吸收液（五硼酸鈉溶液）必須被饋送到反應爐的爐心，以利用吸收液中對中子具有很大的吸收斷面的硼原子來補捉自由中子。這樣就可以在相當短的時間內（大約在吸收液（4) 被饋送進去後的20秒）將核子反應爐關閉。存放吸收液（4)用的儲存槽（6)必需能夠承受高壓，在待命狀態下，整個儲存槽（6)都裝滿吸收液（4)。·儲存槽（6)是一垂直站立的圓柱形容器，其底部（8)及頂部（10)均爲半球形。儲存槽（6)的淨高度H、直徑D、以及容積需能夠滿足核能發電設備安全要求，例如淨高度H = 7.0m，直徑D = 0.8m。儲存槽（6)的容積相當於要將核子反應爐的爐心緊急關閉所需的吸收液（4)的體積。儲存槽（6)的內壁（12)係以高級鋼製成（例如以一種沃斯田鋼製成），因此能夠承受很大的壓力 -15- 1359427 _一 — 卜年1〇 W日•至及具有很強的抗腐蝕性。由於饋送系統（2)是一種被動式安全系統，因此在可能長達許多年的待命期間（也就是在處於待命模式的期間），吸收液（4)都必須一直維持約150 bar的工作壓力。在此期間爲了防止吸收液（4)的活性因溫度上升而變大，因而導致儲存槽（6)的內壁（12)被腐蝕，進而使吸收液被分解，因此在此期間吸收液（4)的溫度不能超過室溫太多。例如在第1圖的實施方式中，吸收液（4)的設計存放溫度大約是30°C。

由於吸收液（4)的溫度相對較低，因此饋送系統（2)在待命模式下具有極高的操作安全性，而爲了進一步提高饋送系統（2)的操作安全性，應盡可能避免爲產生壓力而採取的必要措施造成吸收液（4)的溫度上升。.因此，爲了在儲存槽（6) 中落實上述的溫度及壓力關係，本發明的方法是將會因爲推進流體（14)蒸發及爲產生與維持蒸汽緩衝墊層而造成溫度升高的壓力槽在空間上與儲存槽（6)分開。因此在第1圖的實施方式中有一形狀及尺寸均與儲存槽（6)類似，但是在空間上與儲存槽（6)分開的壓力槽（16)。在第1圖的實施方式中，壓力槽（16)的淨高度Η及直徑D，均和儲存槽（6)的淨高度Η及直徑D相同。壓力槽（16)及儲存槽（6)均位於相同的高程上。壓力槽（16)的設計容積是由其所處的邊界條件決定’這些邊界條件主要是壓力槽（16)的使用目的，尤其是所要產生的工作壓力、需要饋送的吸收液（2)的數量、以及其他的設計考量。和儲存槽（6)—樣，在設計壓力槽（16) 的具體形狀及配置時也是有很大的自由度。在運轉狀態下，液態的推進流體（14)在壓力槽（16)中的裝 -16- 1359427 塡高度爲h。推進流體（14)(在第1圖的實施方式中爲7_KW 受到一可調節的加熱裝置（18)加熱而被部分蒸發，因而在其液面上方形成一蒸汽緩衝墊層（20)(在第1圖的實施方式中爲一個水蒸汽緩衝墊層），由於蒸汽緩衝墊層（20)具有可壓縮性，因此其作用就相當於一蓄壓器。加熱裝置（18)是一種電熱器或熱交換系統，而且最好是設置在壓力槽（16) 的下層部分。調節加熱裝置（1 8)的原則是使系統的工作壓力在整個待命期間一直維持在150 bar左右。爲達到這個目 φ 的，應將壓力槽（16)中的水加熱到加熱到約340°C的平均溫度。這個溫度相當於飽和蒸汽壓或飽和溫度。因此壓力槽 (16)的內壁（12’）不只要能承受很高的壓力，而且還要具備極佳的耐熱性。爲了減少熱損耗（尤其是熱輻射造成的熱損耗），在壓力槽（16)的外表面上塗有一層未在第1圖中繪出的熱絕緣層。

壓力槽（16)與儲存槽（6)之間以溢流管（22)相連接，因此在整個饋送系統（2)內都可以保持相同的壓力關係。溢流管（22) 是以虹吸管的方式從壓力槽（16)的底部（8’）伸出。溢流管（22) 具有一底部管段（23)，其最低點位置低於壓力槽（16)的底面。從推進流體（14)的流動方向看過去（在饋送過程中），底部管段（23)連接一垂直管段（24)，然後這個垂直管段（24)再連接一帶有弧形的上層管段（25)。上層管段（25)的最高點位置高於儲存槽（6)的頂面。溢流管（22)在與儲存槽（6)的連接處進到一從儲存槽（6)的圓頂狀頂部（10)伸出的連接法蘭 (2 6)內。蒸汽緩衝墊層（2 0)的壓力使液態的推進流體（1 4)將整條溢流管（22)充滿。即使溢流管（22)原本含有一空氣緩衝 -17- 1359427 墊層，也會在之前的加熱過程（約加熱至100 °c)被排出溢流管（22)。由於吸收液（6)(密度大於水的硼酸溶液）與推進流體 (14)(水，密度小於硼酸溶液）的密度不同，因此這兩種液體在交界面（27)並不會發生混合的情況，而是形成一分成兩層的液體柱。採用上述的管路連接方式，只要管路直徑尺寸設計得當，就可以將熱回流及熱傳導的程度都降低到可以忽略不計的程度。換句話說就是：位於溢流管（22)進入儲存槽（6) Φ 的出口區（28)或是略高於出口區（28)之處的液態推進流體 (14)的溫度大致和吸收液（4)的溫度相等，也就是在30°C左右。從出口區（28)朝壓力槽（16)的方向看過去，溢流管（22) 內的推進流體（14)的溫度是一直不斷升高的。由於溢流管 (22)內的溫度分佈幾乎是固定不變的，因此吸收液（4)的溫度並不會升高。當饋送系統（2)啓動時，原本在待命模式下一直被關著的一閉鎖閥或其他的閉鎖裝置（30)就會被打開，因此受工作 φ 壓力作用的吸收液（4)就可以從位於儲存槽（6)底部（8)流出口（3 2)流出。在流出口（3 2)處有連接一條連接管（34)，這條連接管（34)的作用是將吸收液（4)饋送到需要吸收液（4)的組件’例如將吸收液（4)饋送到核子反應爐的爐心的旁通管。可以將閉鎖裝置（30)設置在連接管（34)內，或是直接設置在流出口（32)內。在饋送過程中，位於壓力槽（1 6)的頂部（8，）的蒸汽緩衝塾層（20)會膨脹，並壓迫位於其下方的推進流體（14)(熱水）經由溢流管（22)流入儲存槽（6)。在這個饋送過程中，最先從 -18-

1359427 壓力槽（16)流到儲存槽（6)的是原本位於壓力槽（16)的底部 (8’）的熱水’接著流過去的是位於蒸汽緩衝墊層（2〇)正下方的飽和水，最後流過去的則是形成蒸汽緩衝墊層（2〇)的飽和蒸汽，此時壓力槽（16)的液位會跟著同步下降。當熱水進入儲存槽（6)時’儲存槽（16)的內壁（12)會以較緩慢的方式被加熱’也就是說會以比直接讓熱蒸汽進入儲存槽（16)緩慢的方式被加熱。因此可以避免發生溫度驟變的情況，以免構成內壁（12)的材料承受過大的溫度負載。這種使內壁 φ (12)以緩慢的方式被加熱的另外一個優點是，蒸汽壓的降低速度會比直接讓蒸汽在儲存槽（6)的冷的內壁（12)上凝結的方式要慢。熱的推進流體（14)最好是以不會造成旋渦也不會與儲存槽（6)中的冷的吸收液（4)混合的方式流入儲存槽（6)，以便使原本因爲推進流體（14)及吸收液（4)的密度不同而形成的溫度層保持不變。也就是說，在冷的吸收液（4)及熱的推進流體（14)之間存在一相當明確的交界面（27)，在推進流體（14) φ 流入儲存槽（6)的整個過程中，這個交界面（27)都會一直存在，而且其位置會一直向下降低。爲了達到這個目的’溢流管（22)在儲存槽（6)內的出口區（28)帶有一可以調整推進流體（1 4)流入儲存槽（6)的方式的扼流元件（36)，這個扼流元件（3 6)具有許多的噴嘴（3 5 )，例如分佈在扼流元件（3 6)的圓柱形外殼面上的許多個噴嘴（35)。具有如本文前面提及之設計尺寸的饋送系統（2)特別適於配備在核能發電設備（尤其是沸水式核能發電設備）中’ 作爲一種可以快速啓動的硼酸溶液饋送系統。從這個設計 -19- 1359427 尺寸來看，由溢流管（22)連接在一起的儲存槽（6)及壓力槽 (16)均爲細長形，高度也相當大，這樣做的好處是可以將儲存槽（6)的內壁（12)及壓力槽（16)的內壁（12，）都製作的相當薄。按照這種設計尺寸，儲存槽（6)在饋送過程中由於溫度迅速升高所承受的熱負載會小於高度較低但是內壁厚度相同的儲存槽所承受的熱負載。如果是在其他不同的應用場合，也可以將設計尺寸加以修改，以獲得更好的容積比。

第2圖係以示意圖的方式顯示一種具有如第1圖的饋送系統（2)的沸水式核能發電設備（3 9)的部分斷面圖。在安全槽（40)內設有一個含有爐心區（44)的核子反應爐壓力槽 (42)。核子反應爐壓力槽（42)的一部分容積係供承裝冷卻液 (46)之用。蒸汽（48)位於冷卻液（46)的上方，蒸汽（48)可以經由蒸汽管（50)被排出安全槽（40)外，然後再被送到一個未在第2圖中繪出的渦輪機。被冷卻的冷卻液（46)則會經由管路（5 2)重新回到核子反應爐壓力槽（4 2)。運轉時只要將控制棒（54)插入及/或移離爐心區（44)就可以調整核子反應爐的功率。控制棒（54)是被一專門設置的驅動系統（56)所驅動。如果因爲嚴重的故障導致控制棒（5 4)無法被順利操作，則可以將硼酸（5 8)饋送到沸水式核能發電設備（3 9)的爐心區（44)，以中斷發生在爐心區（44)的核子反應，這種安全系統就是所謂的毒物注入系統。帶有工作壓力的硼酸（5 8)是存放在如第1圖的饋送系統（2)的儲存槽（6)中。饋送系統（2) 具有一個經由溢流管（22)與存放硼酸（58)用的儲存槽（6)連接的壓力槽（16)。壓力槽（16)中的水（60)會被加熱形成一飽和蒸汽緩衝墊層（62)。本發明的饋送系統（2)及其相關操作步驟特別適用於沸水式核能發電設備，尤其是在核能發電設備發生故障時’ -20- 1359427 正替換頁可以提供核子反應爐的爐心充分的吸收液（4)(最好是硼酸），以便快速中斷核子反應，而在漫長的待命期間也不會發生吸收液（4)將儲存槽（6)腐蝕，或是吸收液（4)離解的情況0 ' 【圖式簡單說明】第1圖：一種用於饋送吸收液的饋送系統。第2圖：一種沸水式核能發電設備的部分斷面圖，此種沸水式核能發電設備具有一個如第1圖的可以將核子反應爐的爐心快速關閉的饋送系統。 Φ【主要元件符號說明】 2 饋送系統 4 吸收液

6 儲存槽 8,8’ 底部 10,105 頂部 12,125 內壁 14 推進流體 16 壓力槽 18 加熱裝置 20 緩衝墊層 22 溢流管 23 底部管段 24 垂直管段 25 上層管段 26 連接法蘭 27 交界面 28 出 □ 區 -21 · 1359427

30 閉 Λ/ty 鎖裝置 32 流出 □ 34 連接管 35 噴嘴 36 扼流元件 38 金屬篩板 39 沸水式核能發電設備 40 安全槽 42 核子反應爐壓力槽 44 爐心丨品. 46 冷卻液 48 蒸汽 50 蒸汽管 52 管路 54 控制棒 56 驅動系統 58 硼酸 60 水 62 飽和蒸汽緩衝墊層 D，D’ 直徑 h 裝塡高度 Η 淨闻度 --—-接,if.本 .年月>4曰修\灵)正替換頁 -22-

Claims

第095 1 4387 1號「饋送系統、核能發電設備」專利案饋送方法及包含該饋送系統之 (201 1年10月24日修正）十、申請專利範圍： 1. 一種饋送系統（2)’其用於在核子反應爐緊急停機時饋送含有中子毒物之吸收液（4)，這種饋送系統具有： —儲存槽（6)，該儲存槽（6)充塡有大致爲環境溫度的該吸收液（4);及一壓力槽（16)，該壓力槽（16)包含加熱且加壓的推進流體（14)，即水與水蒸汽；該壓力槽（16)包括可控制的加熱裝置（18)，該加熱裝置 (18)維持該推進流體（14)處於加熱及部分蒸發狀態，使得在該壓力槽（16)的上部區域有成氣態的推進流體（14)的蒸汽緩衝墊層（20)，以及在下部有液態的推進流體（14); 該儲存槽（6)及.該壓力槽（16)係設計爲藉溢流管（22)相互連接之分離的槽；該溢流管（22)連接該壓力槽（16)的底部區域（8’）與該儲存槽（6)的頂部區域（10)，以及包含在溢流方向觀看時的垂直管段（24); 藉該溢流管（22)在該壓力槽（16)與該儲存槽（6)之間有壓力補償之效果，使得總有相同的壓力存在於該壓力槽 (16)與該儲存槽（6);及 —流出口（32)，該流出口（3 2)藉在啓動饋送過程可打開的鎖裝置（30)之手段維持關閉，且設置在該儲存槽（6)的 1359427 底部區域（8) 2·如申S靑專利fe圍第1項的饋送系統（2)，其中包括該壓力槽（16)、該儲存槽（6)以及該溢流管（22)之該等饋送系統的加壓兀件係設計爲能夠承受超過1〇〇 bar的操作壓力。 3.如申請專利範圍第1項的饋送系統（2)，其中包括該壓力槽（16)、該儲存槽（6)以及該溢流管（22)之該等加壓元件係設計爲能夠承受大致150 bar的操作壓力。 4.如申請專利範圍第1至3項的饋送系統（2)，其中該壓力

槽（16)係設計爲能夠長期儲備溫度超過3〇〇。(：的推進流體 (14)。 5.如申請專利範圍第丨至3項的饋送系統（2)，其中該壓力槽（16)係設計爲能夠長期儲備溫度超過34〇t的推進流體 (14卜 6. 如申請專利範圍第1項至第3項中任一項的饋送系統 (2)’其中該壓力槽（1 6)的尺寸設計便其能夠容納足夠數量的推進流體（14) ’以能夠將該吸收液（4)從該儲存槽（6) 完整的移置。 7. 如申請專利範圍第1項至第3項中任一項的饋送系統 (2)’其中將存放在該儲存槽（6)中的含水的硼酸溶液作爲吸收液（4)。 8·—種用於儲備吸收液（4)的方法，該吸收液（4)係受到在如申請專利範圍第1項至第7項中任一項的饋送系統（2)的儲存槽（6)中的操作壓力，其特徵在於：藉將該壓力槽（16) 中的該推進流體（1 4)加熱，以產生操作壓力。 1359427 9.如申請專利範圍第8項的方法’其中將該壓力槽（丨6)加熱，使得在儲備期間該推進流體（1 4)以液態形式被儲存在該壓力槽（16)的下層部分’經由該推進流體（14)蒸發成的蒸汽緩衝墊層（20)係維持於其上層部分。 10.—種藉如申請專利範圍第1項至第7項中任一項的饋送系統（2)饋送承受操作壓力而.儲備的該吸收液（4)到設置在該儲存槽（6)之後的核子反應爐的方法，其特徵爲：先將液態的推進流體（14)饋送到該儲存槽（6)，接著將氣態

的推進流體（14)的蒸汽饋送到該儲存槽（6)，該吸收液（4) 而被置換。 11. 如申請專利範圍第1〇項的方法，其中將在饋送過程期間該推進流體（1 4)的溢流速度調低到可以大致排除該推進流體（14)與該吸收液（4)相混合。 12. —種沸水式核能發電設備，具有一如申請專利範圍第！項至第7項中任—項的饋送系統（2)，該饋送系統（2)用於核子反應爐的緊急停機。